ANALISIS INTEGRITAS BEJANA TEKAN REAKTOR PWR DAN VVER
|
|
- Widyawati Setiabudi
- 7 tahun lalu
- Tontonan:
Transkripsi
1 ANALISIS INTEGRITAS BEJANA TEKAN REAKTOR PWR DAN VVER Roziq Himawan Badan Tenaga Nuklir Nasional, Kawasan Puspiptek Serpong Gd. 80, PTRKN-BATAN, Cisauk, Tangerang Selatan, Abstrak ANALISIS INTEGRITAS BEJANA TEKAN REAKTOR PWR DAN VVER. Bejana tekan reaktor merupakan komponen yang paling vital diantara komponen PLTN, sehingga disebut sebagai jantung PLTN. Oleh karena itu, selama dioperasikan dalam rentang umur desainnya, bejana tekan reaktor harus 100% terjamin integritasnya selama beroperasi dan umur bejana tekan reaktor menjadi penentu umur PLTN itu sendiri. Makalah ini membahas analisis perbandingan integritas bejana tekan reaktor untuk reaktor jenis air bertekanan (PWR dan VVER dengan daya pembangkitan listrik kelas 1000 MW). Perbandingan dilakukan berdasarkan standar desain yang digunakan, material yang digunakan, spektrum energi neutron yang digunakan untuk analisis dampak iradiasi terhadap material dan pendekatan dalam melakukan analisis integritas. Dari hasil kajian diketahui, untuk jenis reaktor dengan daya pembangkitan listrik yang setara, meskipun terdapat beberapa perbedaan dalam hal jenis material, ukuran dan pendekatan analisis integritas, namun dalam kondisi operasi normal sampai dengan batas umur desainnya, kedua jenis reaktor menunjukkan integritas yang memenuhi margin keselamatan, dimana nilai stress intensity factor pada retak yang dipostulasikan masih di bawah nilai fracture toughness material serta pergeseran temperatur acuan masih lebih kecil dari nilai yang ditetapkan. Selain itu, untuk analisis kecelakaan parahpun, dalam analisis Pressurized Thermak Shocks yang dilakukan berdasarkan standar ASME, kedua jenis reaktor tetap mampu mempertahankan integritasnya. Kata kunci : Bejana tekan reaktor, Integritas, Pressurized Water Reactor (PWR), VVER Abstract REACTOR PRESSURE VESSEL INTEGRITY ANALYSIS FOR PWR AND VVER. Reactor Pressure Vessel is the most important component of NPP, so called as a heart of NPP. Therefore, the operation throughout the plant life design, reactor pressure vessel has to be 100% assured its integrity and the life of reactor pressure vessel determined the life of NPP itself. In this paper, comparation analysis result of reactor pressure vessel integrity of pressurized water reactor type (PWR and VVER which has 1000 MWe power generation) is described. A comparation study was performed according to the standard design, material used in construction, neutron energy spectrum which is used to analyze irradiation effect to material and the integrity assessment approach. In this study, it is known that, for a reactor with same power generation, both NPP has integrity within safety margin along the life design under normal operation, since the stress intensity factor of crack to be postulated is below the value of material fracture toughness and the shift of reference temperature is below the limit. In the severe accident analysis, such as Pressurized Thermal Shocks event, an assessment which is conducted according to ASME, both reactor still maintain their integrity. Keywords: Reactor pressure vessel, Integrity, Pressurized Water Reactor (PWR), VVER. PENDAHULUAN Bejana tekan reaktor merupakan komponen sangat penting yang dikategorikan ke dalam standar keselamatan Kelas 1 dalam reaktor air ringan tipe reaktor air bertekanan (Pressurized Water Reactor, 777 STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA
2 PWR). Selain di dalamnya terdapat teras tempat berlangsungnya reaksi fisi, bejana tekan reaktor sekaligus berfungsi untuk mencegah keluarnya bahan radioaktif hasil reaksi fisi. Oleh karena itu, integritas suatu bejana tekan harus dijaga selama umur pakainya dan juga harus mempertimbangkan terkait dengan kemungkinan perpanjangan umur instalasi (Plant Life Extension). Karena fungsinya ini, maka bejana tekan reaktor didesain dan diproduksi berdasarkan peraturan yang ketat, yang mana peraturan tersebut berbeda-beda berdasarkan regulasi dari negara pemilik. Dalam rangka menyongsong pembangunan PLTN pertama di Indonesia, Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, Badan Tenaga Nuklir Nasional (PTRKN-BATAN) mempersiapkan Sumber Daya Manusia untuk siap menjadi pendukung teknis (Technical Support Organization, TSO). Pada penelitian sebelumnya, sebagai kegiatan awal, telah dilakukan analisis integritas bejana tekan reaktor untuk reaktor PWR dengan menghitung Stress Intensity Factor (SIF) pada retak yang dipostulasikan dalam kondisi transien operasi normal berdasarkan Metoda Elemen Hingga [1]. Dalam makalah ini akan dibahas terkait dengan kajian teknis analisis perbandingan integritas bejana tekan reaktor untuk VVER dan PWR kelas 1000 MW. VVER merupakan reaktor buatan Rusia yang merupakan tipe reaktor yang mirip dengan reaktor PWR. Berbeda dengan tipe raktor RBMK yang menggunakan grafit sebagai moderatornya, maka reaktor tipe ini menggunakan air sebagai moderator sekaligus pendingin sebagaimana halnya dengan reaktor PWR. Sejalan dengan jatuhnya komunis di Uni Soviet, era keterbukaan di Rusia telah dimulai, sehingga teknologi reaktor yang dahulunya tertutup, saat ini dapat diketahui melalui aktivitas-aktivitas yang diprakarsai oleh IAEA. Dalam kajian ini, PWR diambil karena pada dasarnya PWR yang dioperasikan saat ini memiliki dasar atau konsep yang mirip yang terwakili oleh desain produk dari Amerika Serikat, dimana desainnya berdasarkan standar ASME Section III dan Section XI [2,3]. Sedangkan VVER yang merupakan produk Rusia diproduksi berdasarkan standar Rusia yang banyak dioperasikan di wilayah Eropa Timur. Kajian difokuskan pada analisis integritas bejana tekan, yang dilakukan melalui kajian standar tentang desain bejana tekan reaktor dan evaluasi integritas bejana tekan rekan, beberapa dokumen terbitan IAEA serta makalah-makalah terkait dengan evaluasi integritas bejana tekan reaktor. DESKRIPSI BEJANA TEKAN REAKTOR VVER DAN PWR Antara reaktor PWR dan VVER kelas 1000 MW, memiliki data spesifikasi yang tidak jauh berbeda. Tabel 1 memperlihatkan data spesifikasi reaktor PWR dan VVER kelas 1000 MW, yang keduanya merupakan reaktor generasi kedua dalam urutan evolusi. Bejana tekan reaktor tipe air bertekanan yang ada saat ini, pada prinsipnya didesain berdasarkan 2 kelompok besar Codes dan Standards, yaitu pertama adalah ASME yang merupakan standar Amerika Serikat. Standar ini diadopsi oleh banyak negara seperti Jepang dan negara-negara Eropa sehingga standar KTA, RCC-M, dan JSME memiliki banyak kesamaan dengan standar ASME. Kelompok kedua adalah PNAEG yang merupakan standar Rusia, yang banyak diadopsi oleh negaranegara bekas Uni Soviet. Namun saat ini ada keinginan untuk melakukan harmonisasi antar standar, yang tujuannya adalah untuk menyatukan standar yang telah ada. Tabel 1 Spesifikasi PLTN PWR dan VVER kelas 1000 MW generasi kedua [4,5]. Daya termal (MW) Jumlah untai Pembangkit uap Tekanan sistem primer (MPa) Temp. Inlet teras ( C) T teras ( C) Diameter dalam bejana (m) Tinggi bejana (m) Tebal dinding bejana (m) VVER Horizontal 15,7 288,11 29,9 4,136 13,531 0,1925 PWR Vertikal 15,5 292,3 34,8 4,19 13,36 0,216 Di dalam mendesain suatu bejana tekan, salah satu faktor yang digunakan adalah faktor perhitungan. Faktor perhitungan yang digunakan dalam mendesain bejana tekan ini ada 5 jenis yaitu: a. Analisis tegangan statis, b. Ketahanan terhadap non-ductile/brittle fracture, c. Kekuatan fatik d. Ketahanan terhadap kejadian gempa e. Kajian umur. Dari kelima faktor perhitungan di atas, ketahanan terhadap non-ductile/brittle fracture memegang peranan yang sangat penting karena, iradiasi neutron yang dihasilkan akibat reaksi fisi dapat menimbulkan penggetasan material bejana tekan, dan hal ini akan menurunkan ketahanan terhadap non-ductile/brittle fracture. Jika suatu STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA 778
3 material bersifat brittle fracture, maka apabila terjadi retak pada material tersebut akan mengakibatkan unstable crack growth seperti yang terjadi pada pecahnya kaca. PERBEDAAN UTAMA ANTARA BEJANA TEKAN REAKTOR VVER DAN PWR KELAS 1000 MW Material Bejana Tekan Baik bejana tekan reaktor PWR dan VVER kelas 1000 MW terbuat dari baja feritik, meskipun dalam implementasinya terdapat perbedaan dari sisi komposisi penyusunnya, standar, dan metode fabrikasi. Logam induk material bejana tekan reaktor PWR yang akan diperbandingkan dalam kajian ini adalah baja feritik dengan kode SA533B [5,6]. Bejana tekan reaktor PWR terbuat dari pelat yang kemudian ditekuk dan di-las untuk membentuk bentuk silinder. Untuk bejana tekan reaktor PWR generasi kedua ini, pengelasan dengan arah axial dan melingkar dilakukan pada daerah beltline. Sedangkan logam induk material bejana tekan reaktor VVER yang akan diperbandingkan dalam kajian ini adalah baja feritik dengan kode 15Kh2NMFA. Bejana tekan dibuat dengan metode tempa (forging) untuk membuat bentuk ring, yang kemudian dilas secara melingkar. Tabel 2 dan 3 masing-masing memperlihatkan kandungan unsur pengotor utama serta sifat termal dan mekanik material bejana tekan PWR dan VVER kelas 1000 MW. Tabel 2 Unsur pengotor utama dalam material bejana tekan reaktor PWR dan VVER [5,6] Pengotor (w/o) Cu Ni P PWR Base 0,14 0,58 0,013 PWR Weld 0,055 0,97 0,022 Spektrum Energi Neutron VVER Base 0,07 1,11 0,012 VVER Weld 0,04 1,71 0,012 Spektrum energi neutron antara reaktor PWR dan VVER tidak memiliki perbedaan secara signifikan. Meskipun demikian, terdapat perbedaan dalam hal tingkat energi yang digunakan untuk perhitungan fluensi. Misalnya, untuk reaktor VVER, neutron dengan energi lebih besar daripada 0,5 MeV dipertimbangkan sebagai pembentuk fluensi yang diperkirakan akan memperngaruhi karakteristik material bejana. Sedangkan untuk reaktor PWR, batas energi neutron yang dipergunakan adalah 1MeV [7,8]. Sehingga, dalam perhitungan fluensi-nya saat di akhir umur desain, jika definisi fluensi dalam reaktor VVER dikonversi dengan energi neutron E > 1 MeV, maka antara reaktor PWR dan VVER akan memiliki nilai yang mendekati sama. Tabel 3 Karakteristik Termal dan Mekanik bejana tekan reaktor PWR dan VVER 1000 [6,7] Konduktivitas panas, (Wm -1 K) Specific heat capacity, c p (Jg -1 K) Thermal expansion coefficient, (1/K 10 6 ) Young s Modulus, E (GPa) Yield strength (MPa) Poisson ratio, PWR VVER 1000 Base Clad Base Clad 40,9 14,2 35,0 13,2 0,44 0,52 0,446 0,448 10,3 15,0 10,7 15, ,3 0,3 0,3 0,3 Pendekatan Dalam Melakukan Kajian Umur Kajian umur harus dilakukan pada saat pelaksanaan desain yang berfungsi untuk memprediksikan umur desain, selama masa operasi dan di akhir masa operasi yang digunakan dalam rangka memperpanjang umur reaktor. Kajian umur saat desain dilakukan berdasarkan data eksperimen terhadap material yang diiradiasi dengan kondisi sama dengan kondisi reaktor daya sesungguhnya. Sedangkan pada saat operasi, data material diperoleh dari hasil surveillance material yang diletakkan dalam teras reaktor. Sehingga, kondisi degradasi akibat iradiasi merupakan kondisi aktual yang terjadi pada material bejana tekan. Pelaksanaan surveillance dalam reaktor PWR dilaksanakan beradasarkan ASTM E 185 sedangkan untuk reaktor VVER dilaksanakan berdasarkan PNAEG Hasil surveillance ini akan dipergunakan untuk menentukan dampak iradiasi neutron terhadap sifat mekanik material bejana tekan reaktor. Pada saat mendesain bejana tekan reaktor PWR dan VVER telah ditetapkan kurva fracture toughness material bejana tekan reaktor yang 779 STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA
4 merupakan fungsi dari temperatur. Berdasarkan masing-masing standar yang digunakan untuk desain, kedua kurva ini memiliki perbedaan. Selama reaktor beroperasi, dampak iradiasi neutron terhadap material bejana tekan reaktor mengakibatkan pergeseran kurva fracture toughness ke arah temperatur tinggi. Hal ini menunjukkan terjadinya penggetasan material. Dalam penentuan integritas bejana tekan reaktor, pergeseran kurva fracture toughness ini dibatasi oleh standar. Untuk reaktor VVER, dampak iradiasi neutron dikarakterisasi dengan penyimpangan temperatur kekritisan untuk kegetasan (critical temperature of brittleness), T k. Dimana nilai T k ini ditentukan secara langsung berdasarkan hasil uji Charpy V- notch suatu material yang telah mengalami iradiasi saja, dengan persamaan seperti berikut ini [5,7,8]. T k T k0 T F T T T N (1) dengan T k adalah critical temperature of brittleness, T k0 adalah initial critical temperature of brittleness, T F adalah penyimpangan akibat iradiasi, T T adalah penyimpangan akibat thermal aging dan T N adalah penyimpangan akibat kerusakan berulang untuk daerah dengan tegangan tinggi yang nilainya kurang dari 20 C, di daerah teras / 3 T (2) F A F dengan A F adalah koefisien sensitivitas iradiasi dalam hal ini adalah kandungan tembaga dan fosfor sedangkan adalah fluensi neutron cepat dalam satuan neutron/cm 2 (E>0,5 MeV). Di Amerika Serikat dampak iradiasi neutron dikarakterisasi dengan temperatur ekivalen yang dinyatakan dengan T-RT NDT, dengan RT NDT adalah singkatan dari Reference Temperature for Nil Ductile Temperature yang didefinisikan di dalam standar ASME, Section III, Article NB Kenaikan RT NDT akibat paparan radiasi neutron dievaluasi berdasarkan CFR 10-50, Appendix G, yang menggunakan persamaan di bawah ini. RT NDT initialrt NDT RTNDT margin (3) dengan RT NDT adalah temperatur referensi untuk material non-iradiasi, RT NDT adalah kenaikan temperatur referensi akibat iradiasi dan margin ditentukan berdasarkan standar deviasi suatu parameter yang digunakan untuk mengantisipasi ketidakpastian agar prediksi dilakukan lebih konservatif. RT NDT 0,28 0,1log f CF f CF FF (4) dengan f adalah fluensi neutron dalam satuan neutron/cm 2 (E>1MeV), FF adalah faktor fluence dan CF adalah faktor kimia berdasarkan kandungan tembaga dan nikel. RT NDT ditentukan berdasarkan uji drop weight dan uji Charpy V-notch. Setelah dilakukan evaluasi penurunan sifat mekanik seperti disebutkan di atas, selanjutnya dilakukan analisis tegangan dan analisis fracture mechanics untuk mengetahui, integritas aktual bejana tekan reaktor. Analisis tegangan dilakukan berdasarkan kondisi pada saat terjadi severe accident berupa kondis Pressurized Thermal Shock, sedangkan fracture mechanics dilakukan berdasarkan retak yang dipostulasikan, dengan geometri, posisi dan oriantasi yang bervariasi. PEMBAHASAN Dari Tabel 1 dapat diketahui bahwa antara reaktor PWR dan VVER memiliki kesamaan spesifikasi daya pembangkitan dan juga kemiripan dalam hal kondisi operasi yang dinyatakan dengan tekanan, temperatur inlet serta perbedaan temperatur antara inlet dan outlet ketika reaktor beroperasi. Dari tekanan operasi yang nilainya hampir sama menunjukkan bahwa tegangan yang bekerja pada dinding bejana tekan reaktor juga tidak terlalu berbeda sehingga dampak penuaan terhadap dinding bejana tekan reaktorpun tidak begitu berbeda. Kemudian dari Tabel 3, antara material bejana tekan untuk reaktor PWR dan VVER juga memiliki kesamaan sifat thermal dan sifat mekaniknya. Dari kedua Tabel ini, maka integritas kedua bejana tekan reaktor jika dilihat dari sisi desain berdasarkan analisis tegangan statis, kekuatan fatik dan ketahanan terhadap gempa berada pada tingkat yang setara. Misalnya, untuk tekanan operasi reaktor yang besarnya sekitar 15 MPa maka nilainya masih berada jauh di bawah kekuatan luluh materialnya. Berdasarkan tekanan desain, yang nilainya sekitar dua kali tekanan operasipun, nilainya masih jauh di bawah nilai tegangan luluh material. Sehingga, integritas dari sisi dampak mekanik memiliki tingkat yang sama. Berdasarkan metode fabrikasinya, bejana tekan reaktor VVER yang diproduksi dengan metode forging memiliki keunggulan bila dibandingkan dengan bejana tekan reaktor PWR. Karena dengan metode forging berarti mereduksi jumlah sambungan las dalam hal ini sambungan vertikal dapat ditiadakan. Perbedaan yang paling mendasar dalam material bejana tekan reaktor PWR dan VVER adalah kandungan pengotor yang berdampak pada degradasi material yaitu terkait dengan proses penggetasan akibat iradiasi (irradiation embrittlement) neutron. Dari Tabel 2 diketahui STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA 780
5 bahwa kedua tipe material bejana tekan reaktor sangat memperhatikan 3 unsur utama yaitu tembaga, fosfor dan nikel. Untuk kandungan fosfor, kedua material bejana memiliki kandungan yang setara sedangkan untuk tembaga dan nikel berlainan. Dalam standar yang diberlakukan sebagai persyaratan material bejana tekan, standar Rusia menetapkan bahwa tembaga dan fosfor digunakan di dalam melakukan evaluasi NDT (Nil Ductile Temperature) dan memprediksi fracture toughness sedangkan dalam USNRC guide memasukkan unsur tembaga dan nikel [5]. Sebagaimana telah diketahui secara umum, unsur tembaga merupakan unsur yang paling dominan dalam mekanisme penggetasan yang disebabkan oleh terjadinya presipitasi tembaga. Material bejana tekan reaktor PWR memiliki kandungan tembaga yang lebih tinggi sedangkan material VVER memiliki kandungan nikel yang lebih tinggi. Kandungan nikel yang tinggi ini bertujuan untuk memperbaiki sifat hardenability. Sedangkan kandungan tembaga yang lebih tinggi pada material PWR disebabkan oleh penambahan tembaga dari lapisan tembaga elektroda las yang bertujuan untuk memperbaiki ketahanan korosi dan meningkatkan konduktivitas listrik yang diperlukan selama proses pengelasan. Selanjutnya, untuk melihat dampak iradiasi pada material bejana tekan reaktor, pada Tabel 4 diperlihatkan data fluensi kedua jenis reaktor yang telah dikonversikan ke energi neutron 1MeV. Tabel 4 Fluensi pada material bejana reaktor selama masa operasi reaktor Rusia, ternyata Rusia tidak menetapkan batas maksimum pergeseran temperatur referensi. Sedangkan di Amerika Serikat, berdasarkan standar ASME, pergeseran temperatur referensi hanya diperbolehkan maksimum sampai 149 C untuk sambungan lasan melingkar dan 132 C untuk pelat dan hasil produk forging. Jika persyaratan (standar ASME) ini diterapkan untuk bejana tekan reaktor PWR dan VVER, maka pergeseran nilai temperatur referensi kedua bejana tersebut masih jauh di bawah batas yang diijinkan. Gambar 1 dan 2 menunjukkan hasil analisis fracture mechanics (analisis deterministik) untuk kedua jenis bejana reaktor dengan mempostulasikan retak yang memiliki kedalaman bervariasi. Analisis dilakukan berdasarkan Linier Elastic Fracture Mechanic dan dalam kondisi terjadi kecelakaan parah, dimana dalam analisis ini dipostulasikan terjadi LOCA yang mengakibatkan ECCS beroperasi. Analisis tegangan dilakukan dengan mempertimbangkan tegangan panas akibat terjadinya pendinginan secara tiba-tiba dari air yang diinjeksikan oleh ECCS. Sumbu tegak pada gambar menunjukkan nilai stress intensity factor retak yang dianalisis sedangkan sumbu datar menunjukkan waktu dalam persen sampai dengan pendinginan selesai. Ukuran retak dinyatakan dengan perbandingan antara panjang retak dengan tebal dinding bejana tekan. Misalnya, untuk a/w=0,1 berarti panjang retak sepersepuluh dari tebal dinding. Tipe reaktor FLUX, n.m -2.sec -1 (E>1MeV) LIFETIME* FLUENCE, n.m -2 (E>1MeV) VVER PWR 3-4 x x ,7 x x * Berdasarkan lifetime desain masing-masing reaktor Dari tabel di atas diketahui bahwa meskipun dalam standar Rusia memperhitungkan flux neutron berdasarkan energi neutron 0,5 MeV, namun ketika dikonversikan ke energi neutron di atas 1 MeV, maka antara reaktor PWR dan VVER memiliki flux neutron yang setara dan fluensi yang dihasilkan pada materialpun nilainya mendekati. Dari hasil analisis pengujian material surveillance diketahui bahwa sampai dengan umur desain, pergeseran nilai temperatur referensi untuk bejana VVER yang dihitung berdasarkan Persamaan (1), sebesar 97 C dan sedangkan untuk bejana PWR yang dihitung berdasarkan Persamaan (3), sebesar 82 C [5]. Apakah pergeseran ini masih diperbolehkan atau tidak (melampaui ketentuan atau tidak), maka jika dilihat dari standar yang berlaku di (a) Orientasi retak longitudinal 781 STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA
6 (b) Orientasi retak melingkar Gambar 1. Stress Intensity Factor retak pada VVER dengan kedalaman berbeda [5]. Dari kedua gambar ini dapat diketahui bahwa kedua bejana tekan reaktor memiliki karakteristik yang mirip pada perubahan nilai stress intensity factor pada saat terjadi kecelakaan parah untuk ukuran retak yang sama. Untuk ukuran retak yang paling ekstrim yaitu a/w=0,99 pun keduanya memiliki nilai stress intensity factor yang mendekati. Dan jika ditinjau dari integritas bejana tekan reaktor pada saat terjadi kecelakaan parah ini, nilai stress intensity factor untuk a/w=0,99 adalah sekitar 900 MPa m untuk reaktor VVER dan sekitar 750 MPa m untuk reaktor PWR. Jika nilai stress intensity factor ini dibandingkan dengan nilai fracture toughness, ternyata kedua nilai tersebut masih di bawah nilai fracture toughness, untuk temperatur ruangan nilai fracture toughness adalah MPa m, dan nilai ini akan meningkat seiring dengan kenaikan temperatur (a) Orientasi retak longitudinal (b) Orientasi retak melingkar Gambar 2. SIF retak dengan orientasi longitudinal pada PWR dengan kedalaman berbeda [5]. Berdasarkan orientasi retak melingkar, maka nilai SIF untuk retak yang longitudinal lebih besar dibandingkan dengan nilai SIF untuk retak yang melingkar. Berdasarkan hal ini, maka metode fabrikasi secara forging memiliki keunggulan komparatif dalam hal integritas struktur bejana tekan. Karena dengan tidak adanya sambungan las secara vertikal, berarti kebolehjadian terjadinya retak dengan orientasi vertikal akan semakin kecil. Dalam analisis probabilistic fracture mechanics (PFM) terjadinya unstable crack growth (nilai stress intensity factor melampau nilai fracture toughness) kegagalan bejana secara menyeluruh, diperoleh nilai 3, untuk reaktor PWR dan untuk reaktor VVER. Dari hasil ini diketahui bahwa reaktor VVER memiliki probabilistik terjadinya unstable crack growth yang lebih rendah daripada reaktor PWR. Dari serangkaian hasil analisis ini, diketahui bahwa meskipun terdapat perbedaan pada masingmasing reaktor, namun dalam analisis saat terjadi kecelakaan parah dan analisis integritas material saat di akhir umur desain kedua reaktor dapat mempertahankan integritasnya. KESIMPULAN Telah dilakukan analisis integritas bejana tekan reaktor PWR dan VVER kelas 1000 MW. Bejana tekan reaktor PWR dan VVER didesain berdasarkan filosofi yang sama, meskipun terdapat perbedaan dalam standar desain, material, dan proses pembuatannya. Dalam melakukan analisis integritas bejana tekan reaktorpun, terdapat pendekatan yang berbeda antara reaktor PWR dan VVER. Meskipun demikian, hasil analisis menunjukkan bahwa kedua jenis reaktor memiliki integritas yang berada di dalam batas marjin keselamatan. Dalam analisis kecelakaan parahpun, kedua jenis reaktor masih STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA 782
7 mampu mempertahankan integritasnya. DAFTAR PUSTAKA 1. Roziq Himawan dan Anni Rahmat, Analisis Integritas Bejana Tekan Reaktor dalam Lingkungan Pressurized Thermal Shock : Perilaku Perambatan Retak, Laporan Teknis PTRKN-BATAN, Annonym ASME Section III, Rules for Construction of Nuclear Facility Components, Annonym, ASME Section XI, Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components, Milan Brumovsky, RPV: Design, Manufacturing and Materials, Workshop on Irradiation-Induced Embrittlement of Pressure Vessel Steels, Trieste-Italy, November Oya Ozdere Gulol, Comparison of Pressure Vessel Integrity Analysis and Approaches for VVER 1000 and PWR Vessels for PTS Conditions, Nuclear Engineering and Design, Vol. 226 (2003), pp J.S. Kim, et.al., Investigation on Constraint Effect of Reactor Pressure Vessel Under Pressurized Thermal Shock, Nuclear Engineering and Design, Vol. 219 (2002), pp Annonym, Guidelines On Pressurized Thermal Shock Analysis For VVER Nuclear Power Plants, IAEA-EBP-VVER, Annonym, Assessment and Management of Ageing of Major Nuclear Power Plant Components Important to Safety: PWR Pressure Vessels, IAEA-TECDOC-1556, Elisabeth Keim, et.al., Life Management of Reactor Pressure Vessel Under Pressurized Thermal Shock Loading : Deterministic Procedure and Application to Western and Eastern Type Reactors, Pressure Vessels and Piping, Vol. 78 (2001), pp Jawaban Sudirdjo) 1. Metode evaluasi, yaitu analisis dan tractore mechanics analysis dapat diaplikasikan pada bejana non nuclear power. Hanya saja, ketentuan standard untuk nuclear component dan non-nuclear adalah berbeda 2. Untuk melakukan analisis material akibat iradiasi netron, digunakan parameter temperatur acuan yang dipengaruhi oleh kandungan unsur pengotor, temperatur merupakan faktor yang dicari. 3. Tidak, bejana tekan reaktor PWR dibuat berdasar standard ASME sedangkan VVER dengan standard PWAEG TANYA JAWAB: Pertanyaan 1. Apakah penelitian ini dapat diuji coba di industri bejana untuk non nuclear power? (Gede Ardana) 2. Selain parameter-parameter thermal, temperatur dan kandungan pengotor pada bahan bejana, apakah ada parameter lain seperti tekanan dari sistem? (Tegas Sutondo) 3. Apakah pabrikasi bejana PWR dan VVER menggunakan standard yang sama? (Hari 783 STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA
8 STTN-BATAN & Fak. Saintek UIN SUKA 784
PERSYARATAN KETANGGUHAN PATAH MATERIAL BEJANA REAKTOR DALAM EVALUASI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR DAYA
PERSYARATAN KETANGGUHAN PATAH MATERIAL BEJANA REAKTOR DALAM EVALUASI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN REAKTOR DAYA Widia Lastana Istanto Direktorat Perizinan Instalasi dan Bahan Nuklir - Badan Pengawas Tenaga
Lebih terperinciANALISIS TEGANGAN PADA SAMBUNGAN NOSEL MASUK DAN KELUAR BEJANA TEKAN REAKTOR DENGAN MEH
Anni Rahmat, dkk. ISSN 0216-3128 179 ANALISIS TEGANGAN PADA SAMBUNGAN NOSEL MASUK DAN KELUAR BEJANA TEKAN REAKTOR DENGAN MEH Anni Rahmat, Roziq Himawan Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir, BATAN
Lebih terperinciANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR. Elfrida Saragi, Roziq Himawan Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN
ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA TEKAN REAKTOR PWR Elfrida Saragi, Roziq Himawan Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK ANALISIS TEGANGAN TERMAL PADA DINDING BEJANA
Lebih terperinciKAJIAN KEHANDALAN MATERIAL KOMPONEN BAGIAN DALAM BEJANA TEKAN REAKTOR AIR BERTEKANAN
KAJIAN KEHANDALAN MATERIAL KOMPONEN BAGIAN DALAM BEJANA TEKAN REAKTOR AIR BERTEKANAN Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN, email.: nitis@batan.go.id Kawasan PUSPIPTEK Gd. No. 80 Setu, Tangerang
Lebih terperinciStudi Penentuan Titik Kritis Bejana Tekan Reaktor Pwr Terhadap Kombinasi Temperatur dan Tekanan
Jurnal Ilmiah TEKNIK DESAIN MEKANIKA Vol.6 No.1, Studi Penentuan Titik Kritis Bejana Tekan Reaktor Pwr Terhadap Kombinasi Temperatur dan Tekanan Prima Wijaya Kedoh, Nyoman Budiarsa, I. D. G. Ary Subagia
Lebih terperinciESTIMASI UMUR FATIK MENGGUNAKAN PEMBEBANAN ROTATING BENDING PADA MATERIAL SS 304
ESTIMASI UMUR FATIK MENGGUNAKAN PEMBEBANAN ROTATING BENDING PADA MATERIAL SS 304 Oleh Alim Mardhi dan Roziq Himawan Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir BATAN ABSTRAK ESTIMASI UMUR FATIK MENGGUNAKAN
Lebih terperinciREAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)
REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) RINGKASAN RBMK berasal dari bahasa Rusia "Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalynye" (hi-power pressure-tube reactors: Reaktor pipa tekan berdaya
Lebih terperinciREAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK)
REAKTOR PIPA TEKAN PENDINGIN AIR DIDIH MODERATOR GRAFIT (RBMK) RINGKASAN RBMK berasal dari bahasa Rusia "Reaktory Bolshoi Moshchnosti Kanalynye" (hi-power pressure-tube reactors: Reaktor pipa tekan berdaya
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Reaktor nuklir membutuhkan suatu sistem pendingin yang sangat penting dalam aspek keselamatan pada saat pengoperasian reaktor. Pada umumnya suatu reaktor menggunakan
Lebih terperinciAKTIVITAS SDM UJI TAK RUSAK-PTRKN UNTUK MENYONGSONG PLTN PERTAMA DI INDONESIA
AKTIVITAS SDM UJI TAK RUSAK-PTRKN UNTUK MENYONGSONG PLTN PERTAMA DI INDONESIA SRI NITISWATI, ROZIQ HIMAWAN Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN Kawasan Puspitek Serpong, Tangerang 15310,
Lebih terperinciJAMINAN MUTU UNTUK PERSIAPAN PEMBANGUNAN PLTN
JAMINAN MUTU UNTUK PERSIAPAN PEMBANGUNAN PLTN Syahrudin PSJMN-BATAN, Kawasan PUSPIPTEK, GD71, Lt.2,Cisauk, Tangerang Abstrak Jaminan Mutu untuk Persiapan Pembangunan PLTN. Standar sistem manajemen terus
Lebih terperinciREAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER)
REAKTOR AIR TEKAN TIPE RUSIA (VVER) RINGKASAN Kepanjangan VVER dalam bahasa Rusia adalah VODO-VODYANOI ENERGETICHESKY REAKTOR VVER, Jika diartikan dalam bahasa Inggris adalah WATER-WATER POWER REACTOR
Lebih terperinciRISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK
RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK TERMOHIDRAULIK RINGKASAN Apabila ada sistem perpipaan reaktor pecah, sehingga pendingin reaktor mengalir keluar, maka kondisi ini disebut kecelakaan
Lebih terperinciKata kunci: Bejana tekan, Reaktor PWR, Von mises, Simulasi, MSC Nastran. iii
RINGKASAN Penelitian ini menganalisis tegangan akibat temperatur dan tekanan pada dinding bejana tekan reaktor tipe PWR bagian atas. Hal ini sangat penting dilakukan, terkait bejana tekan reaktor berfungsi
Lebih terperinciAnalisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR)
Bab 2 Analisis Termal Hidrolik Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) 2.1 Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Prinsip kerja dari pembangkit listrik tenaga nuklir secara umum tidak berbeda dengan pembangkit listrik
Lebih terperinciLAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA
LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 3 TAHUN 2011 TENTANG KETENTUAN KESELAMATAN DESAIN REAKTOR DAYA - 2 - KEJADIAN AWAL TERPOSTULASI (PIE) 1.1. Lampiran ini menjelaskan definisi
Lebih terperinciMONITORING KETEBALAN PIPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR G.A. SIWABESSY
Roziq Himawan, dkk. ISSN 0216-3128 191 MONITORING KETEBALAN PIPA SISTEM PENDINGIN SEKUNDER REAKTOR G.A. SIWABESSY Roziq Himawan, Suwoto, Sriyono PTRKN BATAN, E-mail : roziqh@batan.go.id ABSTRAK MONITORING
Lebih terperinciKEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN I PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN LEDAKAN
Lebih terperinciKEBUTUHAN SDM UJI TAK RUSAK UNTUK INSPEKSI PRE- SERVICE PADA PEMBANGUNAN PLTN PERTAMA DI INDONESIA
KEBUTUHAN SDM UJI TAK RUSAK UNTUK INSPEKSI PRE- SERVICE PADA PEMBANGUNAN PLTN PERTAMA DI INDONESIA Sri Nitiswati Pusat Teknologi Reaktor Keselamatan Nuklir BATAN Puspiptek, Gedung No. 80, Setu - Tangerang
Lebih terperinciANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR
ANALISIS DESAIN ECCS TERHADAP FREKUENSI KERUSAKAN TERAS PADA PWR D. T. Sony Tjahyani, Surip Widodo Bidang Pengkajian dan Analisis Keselamatan Reaktor Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN
Lebih terperinciPENGARUH POSISI PENGELASAN TERHADAP KEKUATAN TAKIK DAN KEKERASAN PADA SAMBUNGAN LAS PIPA
PENGARUH POSISI PENGELASAN TERHADAP KEKUATAN TAKIK DAN KEKERASAN PADA SAMBUNGAN LAS PIPA Pudin Saragih 1 Abstrak. Kekuatan sambungan las sangat sulit ditentukan secara perhitungan teoritis meskipun berbagai
Lebih terperinciPEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM ABSTRAK
PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI RGTT200K UNTUK MEMPEROLEH KINERJA YANG OPTIMUM Ign. Djoko Irianto Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) BATAN ABSTRAK PEMODELAN SISTEM KONVERSI ENERGI
Lebih terperinciDISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL
DISTRIBUSI TEMPERATUR SAAT PEMANASAN DAN PENDINGINAN PER- MUKAAN SEMI-SPHERE HeaTING-03 BERDASARKAN TEMPERATUR AWAL Keis Jury Pribadi 1, G. Bambang Heru 2, Ainur Rosidi 2, Mulya Juarsa 1,2 1 Laboratorium
Lebih terperinciREAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR)
REAKTOR GRAFIT BERPENDINGIN GAS (GAS COOLED REACTOR) RINGKASAN Reaktor Grafit Berpendingin Gas (Gas Cooled Reactor, GCR) adalah reaktor berbahan bakar uranium alam dengan moderator grafit dan berpendingin
Lebih terperinciKAJIAN PERPANJANGAN UMUR OPERASI REAKTOR RISET DI INDONESIA
KAJIAN PERPANJANGAN UMUR OPERASI REAKTOR RISET DI INDONESIA S. Nitiswati 1), Djoko H.N 1), Yudi Pramono 2) 1) Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN 2) Direktorat Pengaturan, Pengawasan Instalasi
Lebih terperinciMETODA UJI SMALL PUNCH UNTUK STUDI AWAL SIFAT MEKANIK DAN PATAHAN MATERIAL
Sri Nitiswati ISSN 0216-3128 89 METODA UJI SMALL PUNCH UNTUK STUDI AWAL SIFAT MEKANIK DAN PATAHAN MATERIAL Sri Nitiswati Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nukli r- BATAN ABSTRAK METODA UJI SMALL
Lebih terperinciIV. HASIL DAN PEMBAHASAN
IV. HASIL DAN PEMBAHASAN A. DATA ALAT DAN MATERIAL PENELITIAN 1. Material Penelitian Tipe Baja : AISI 1045 Bentuk : Pelat Tabel 7. Komposisi Kimia Baja AISI 1045 Pelat AISI 1045 Unsur Nilai Kandungan Unsur
Lebih terperinciProsiding Presentasi llrniah Teknologi Keselamatan Reaktor- III ISSN No.: Serpong, Mei 1998._. PPTKR-BATAN MECHANIC PADA PIPA
Prosiding Presentasi llrniah Teknologi Keselamatan Reaktor- III ISSN No.: 1410-0533 Serpong, 13-14 Mei 1998._. PPTKR-BATAN ID0000026 PERHITUNGAN NUMERIK DALAM PROBABILITAS FRACTURE MECHANIC PADA PIPA D.T
Lebih terperinciSIMULASI PENGUJIAN TEGANGAN MEKANIK PADA DESAIN LANDASAN BENDA KERJA MESIN PEMOTONG PELAT
Prosiding Seminar Nasional Teknologi dan Aplikasi Reaktor Nuklir PRSG Tahun 2012 ISBN 978-979-17109-7-8 SIMULASI PENGUJIAN TEGANGAN MEKANIK PADA DESAIN LANDASAN BENDA KERJA MESIN PEMOTONG PELAT Dedy Haryanto,
Lebih terperinciBAB IV PEMBAHASAN Analisis Tekanan Isi Pipa
BAB IV PEMBAHASAN Pada bab ini akan dilakukan analisis studi kasus pada pipa penyalur yang dipendam di bawah tanah (onshore pipeline) yang telah mengalami upheaval buckling. Dari analisis ini nantinya
Lebih terperinciREACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION
REACTOR SAFETY SYSTEMS AND SAFETY CLASSIFICATION Puradwi I.W. Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Sistem P2TKN-BATAN NATIONAL BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY PUSAT PENDIDIKAN DAN PELATIHAN
Lebih terperinciSTUDI KOMPARASI SIFAT CREEP TAHAP SEKUNDER PADA LOGAM INDUK DAN LOGAM LAS-LASAN SA516 Gr.70
STUDI KOMPARASI SIFAT CREEP TAHAP SEKUNDER PADA LOGAM INDUK DAN LOGAM LAS-LASAN SA516 Gr.70 Sri Nitiswati, Sudarno, Kussigit Santosa, Agus Nur Rahman Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN
Lebih terperinciEVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA
EVALUASI KESELAMATAN REAKTOR AIR MENDIDIH (BWR) DALAM PENGAWASAN REAKTOR DAYA Oleh: Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga Nuklir
Lebih terperinciKEJADIAN AWAL, INSIDEN DAN KECELAKAAN
BASIC PROFESSIONAL TRAINING COURSE ON NUCLEAR SAFETY JULY 19 30, 2004 KEJADIAN AWAL, INSIDEN DAN KECELAKAAN Anhar R. Antariksawan Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan P2TKN E-mail: anharra@centrin.net.id
Lebih terperinciREAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU)
REAKTOR AIR BERAT KANADA (CANDU) RINGKASAN Setelah perang dunia kedua berakhir, Kanada mulai mengembangkan PLTN tipe reaktor air berat (air berat: D 2 O, D: deuterium) berbahan bakar uranium alam. Reaktor
Lebih terperinciKEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN II PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Universitas Indonesia. Pengaruh pengelasan..., RR. Reni Indraswari, FT UI, 2010.
BAB I PENDAHULUAN 1.1. Latar Belakang Baja tahan karat Austenitic stainless steel (seri 300) merupakan kelompok material teknik yang sangat penting yang telah digunakan luas dalam berbagai lingkungan industri,
Lebih terperinciKRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA
Kriteria Penerimaan Untuk Kecelakaan ISSN : 0854-2910 Budi Rohman P2STPIBN-BAPETEN KRITERIA PENERIMAAN UNTUK KECELAKAAN INSERSI REAKTIVITAS PADA REAKTOR DAYA Budi Rohman Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi
Lebih terperinciRISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR
RISET KECELAKAAN KEHILANGAN AIR PENDINGIN: KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR RINGKASAN Meskipun terjadi kecelakaan kehilangan air pendingin ( Loss Of Coolant Accident, LOCA), seandainya bundel bahan bakar dapat
Lebih terperinciANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K ABSTRAK ABSTRACT
ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K Sri Sudadiyo Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS SUDU KOMPRESOR AKSIAL UNTUK SISTEM TURBIN HELIUM RGTT200K.
Lebih terperinciPRE-SERVICE INSPECTION BEJANA TEKAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR
PRE-SERVICE INSPECTION BEJANA TEKAN PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR Sri Nitiswati, Mudi Haryanto Pusat Teknologi dan Keselamatan Reaktor Nuklir - BATAN ABSTRAK PRE-SERVICE INSPECTION BEJANA TEKAN PEMBANGKIT
Lebih terperinciKAJIAN PENGAWASAN DESAIN SISTEM PERPIPAAN PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR
KAJIAN PENGAWASAN DESAIN SISTEM PERPIPAAN PADA PEMBANGKIT LISTRIK TENAGA NUKLIR Yusri Heni, Nurwidi Astuti Pusat Pengkajian Sistem dan Teknologi Pengawasan Instalasi dan Bahan Nuklir Badan Pengawas Tenaga
Lebih terperinciANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS RGTT200K.
ANALISIS PENGARUH TEMPERATUR TERHADAP DEGRADASI GRAFIT OLEH AIR INGRESS PADA TERAS Sumijanto Pusat Teknologi Reaktor Dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan PUSPIPTEK Gd 80 Serpong Tangsel 15310 Tlp: 021
Lebih terperinciANALISIS TEGANGAN PADA BELOKAN PIPA HOT LEG SISTEM PRIMER PWR MENGGUNAKAN PRINSIP MEKANIKA TEKNIK ABSTRAK
ANALISIS TEGANGAN PADA BELOKAN PIPA HOT LEG SISTEM PRIMER PWR MENGGUNAKAN PRINSIP MEKANIKA TEKNIK Abdul Hafid Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir ABSTRAK ANALISIS TEGANGAN PADA BELOKAN PIPA
Lebih terperinci2. Reaktor cepat menjaga kesinambungan reaksi berantai tanpa memerlukan moderator neutron. 3. Reaktor subkritis menggunakan sumber neutron luar
- Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) merupakan stasiun pembangkit listrik thermal di mana panas yang dihasilkan diperoleh dari satu atau lebih reaktor nuklir pembangkit listrik. - PLTN dikelompokkan
Lebih terperinciBAB III OPTIMASI KETEBALAN TABUNG COPV
BAB III OPTIMASI KETEBALAN TABUNG COPV 3.1 Metodologi Optimasi Desain Tabung COPV Pada tahap proses mengoptimasi desain tabung COPV kita perlu mengidentifikasi masalah terlebih dahulu, setelah itu melakukan
Lebih terperinciPELUANG DAN TANTANGAN BATAN SEBAGAI ORGANISASI PENDUKUNG TEKNIS DI BIDANG PROTEKSI RADIASI
PELUANG DAN TANTANGAN BATAN SEBAGAI ORGANISASI PENDUKUNG TEKNIS DI BIDANG PROTEKSI RADIASI Pusat Teknologi Keselamatan dan Metrologi Radiasi BATAN Jalan Lebak Bulus Raya No.49, Kotak Pos 7043 JKSKL, Jakarta
Lebih terperinciPENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE
PENGARUH DAYA TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI STEADY STATE EDY SULISTYONO PUSAT TEKNOLOGI BAHAN BAKAR NUKLIR ( PTBN ), BATAN e-mail: edysulis@batan.go.id ABSTRAK PENGARUH
Lebih terperinciReactor Safety System and Safety Classification BAB I PENDAHULUAN
DAFTAR ISI BAB I PENDAHULUAN... 1 1.1. Tujuan Keselamatan... 3 1.2. Fungsi Keselamatan Dasar... 3 1.3. Konsep Pertahanan Berlapis... 6 BAB II SISTEM KESELAMATAN REAKTOR DAYA PWR DAN BWR... 1 2.1. Pendahuluan...
Lebih terperinciSTUDI PEMILIHAN MATERIAL UNTUK REAKTOR GAS TEMPERATUR TINGGI. Oleh Abdul Hafid Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN
STUDI PEMILIHAN MATERIAL UNTUK REAKTOR GAS TEMPERATUR TINGGI Oleh Abdul Hafid Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir - BATAN ABSTRAK STUDI PEMILIHAN MATERIAL UNTUK REAKTOR GAS TEMPERATUR TINGGI.
Lebih terperinciI. PENDAHULUAN. Telah dilakukan beberapa riset reaktor nuklir diantaranya di Serpong
I. PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Kebutuhan listrik di Indonesia semakin meningkat, sedangkan bahan bakar fosil akan segera habis. Oleh karena itu dibutuhkan pembangkit listrik yang dapat digunakan sebagai
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN I. 1. Latar Belakang Pengembangan pemanfaatan energi nuklir dalam berbagai sektor saat ini kian pesat. Hal ini dikarenakan energi nuklir dapat menghasilkan daya dalam jumlah besar secara
Lebih terperinciSTUDI PENGARUH VARIASI KUAT ARUS PENGELASAN PELAT AISI 444 MENGGUNAKAN ELEKTRODA AWS E316L
EKSERGI Jurnal Teknik Energi Vol 13 No. 1 Januari 2017; 10-14 STUDI PENGARUH VARIASI KUAT ARUS PENGELASAN PELAT AISI 444 MENGGUNAKAN ELEKTRODA AWS E316L Ojo Kurdi Departement Teknik Mesin, Fakultas Teknik,
Lebih terperinciRISET KEUTUHAN PENGUNGKUNG REAKTOR SAAT TERJADI KECELAKAAN PARAH
RISET KEUTUHAN PENGUNGKUNG REAKTOR SAAT TERJADI KECELAKAAN PARAH RINGKASAN Pengungkung (containment) reaktor nuklir adalah dinding pelindung terluar yang mencegah emisi produk belah (Fision Product, FP)
Lebih terperinciRISET KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR PADA SAAT REAKTOR MENGALAMI FLUKTUASI DAYA
RISET KARAKTERISTIK BAHAN BAKAR PADA SAAT REAKTOR MENGALAMI FLUKTUASI DAYA RINGKASAN Untuk meningkatkan nilai ekonomisnya, PLTN harus dapat mensuplai daya sesuai kebutuhan pada saat diperlukan. Oleh karena
Lebih terperinciSTUDI TEKNO-EKONOMI REAKTOR MAJU APWR- MITSUBISHI
STUDI TEKNO-EKONOMI REAKTOR MAJU APWR- MITSUBISHI Bandi Parapak, Sahala M. Lumbanraja Pusat Pengembangan Energi Nuklir-Badan Tenaga Nuklir Nasional Jl. Kuningan Barat Jakarta Selatan Telp/Fax: (021) 5204243,
Lebih terperinciLaporan Tugas Akhir BAB II DASAR TEORI. 2.1 Lokasi dan kondisi terjadinya kegagalan pada sistem pipa. 5th failure July 13
BAB II DASAR TEORI 2.1 Lokasi dan kondisi terjadinya kegagalan pada sistem pipa 4th failure February 13 1st failure March 07 5th failure July 13 2nd failure Oct 09 3rd failure Jan 11 Gambar 2.1 Riwayat
Lebih terperinciBERBAGAI TIPE PEMBANGKIT LISTRIK TENAGANUKLIR
BERBAGAI TIPE PEMBANGKIT LISTRIK TENAGANUKLIR RINGKASAN Beberapa tipe Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) adalah Reaktor Air Tekan (Pressurized Water Reactor, PWR), Reaktor Air Tekan Rusia (VVER),
Lebih terperinciKEKUATAN MATERIAL. Hal kedua Penyebab Kegagalan Elemen Mesin adalah KEKUATAN MATERIAL
KEKUATAN MATERIAL Hal kedua Penyebab Kegagalan Elemen Mesin adalah KEKUATAN MATERIAL Kompetensi Dasar Mahasiswa memahami sifat-sifat material Mahasiswa memahami proses uji tarik Mahasiswa mampu melakukan
Lebih terperinciKESIAPAN SDM ANALISIS KESELAMATAN PROBABILISTIK DALAM PLTN PERTAMA DI INDONESIA
YOGYAKARTA, 25-26 AGUSTUS 2008 KESIAPAN SDM ANALISIS KESELAMATAN PROBABILISTIK DALAM PLTN PERTAMA DI INDONESIA D.T. SONY TJAHYANI Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir BATAN Kawasan Puspiptek,
Lebih terperinciB 040. Badan Tenaga Nuklir Nasional 2012
B 040 ANALISIS INTEGRITAS SISTIM PERPIPAAN PENDINGIN PRIMER REAKTOR AIR BERTEKANAN DALAM RANGKA PERSIAPAN PEMBANGUNAN PLTN PERTAMA DI INDONESIA Roziq Himawan Geni Rina Sunaryo Sri Nitiswati Yoyok Dwi Setyo
Lebih terperinciIV. HASIL DAN PEMBAHASAN
52 IV. HASIL DAN PEMBAHASAN A. DATA PENELITIAN 1. Material Penelitian a. Tipe Baja : A 516 Grade 70 Bentuk : Plat Tabel 7. Komposisi Kimia Baja A 516 Grade 70 Komposisi Kimia Persentase (%) C 0,1895 Si
Lebih terperinciBab 2 PENDEKATAN TERHADAP PERTAHANAN BERLAPIS
Bab 2 PENDEKATAN TERHADAP PERTAHANAN BERLAPIS 15. Pertahanan berlapis merupakan penerapan hierarkis berbagai lapisan peralatan dan prosedur untuk menjaga efektivitas penghalang fisik yang ditempatkan di
Lebih terperinciPERHITUNGAN SPESIFIKASI PENYAMBUNGAN PIPA GAS DAN INSTALASI PIPELINE GAS PADA PIPELINE PROJECT BOJONEGARA - CIKANDE
PERHITUNGAN SPESIFIKASI PENYAMBUNGAN PIPA GAS DAN INSTALASI PIPELINE GAS PADA PIPELINE PROJECT BOJONEGARA - CIKANDE Oleh Nama : Roby Pratomo NPM : 26409806 Fakultas : Teknologi Industri Jurusan : Teknik
Lebih terperinciBAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM
BAB III DAUR ULANG PLUTONIUM DAN AKTINIDA MINOR PADA BWR BERBAHAN BAKAR THORIUM 3.1. Siklus Bahan Bakar Nuklir Siklus bahan bakar nuklir (nuclear fuel cycle) adalah rangkaian kegiatan yang meliputi pemanfaatan
Lebih terperinciEVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN.
EVALUASI TINGKAT KESELAMATAN HIGH TEMPERATURE REACTOR 10 MW DITINJAU DARI NILAI SHUTDOWN MARGIN Rizki Budi Rahayu 1, Riyatun 1, Azizul Khakim 2 1 Prodi Fisika, FMIPA, Universitas Sebelas Maret, Surakarta
Lebih terperinciREAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR)
REAKTOR AIR TEKAN (PRESSURIZED WATER REACTOR, PWR) RINGKASAN Dalam PLTN tipe Reaktor Air Tekan, air ringan digunakan sebagai pendingin dan medium pelambat neutron (moderator neutron). Teras reaktor diletakkan
Lebih terperinciSIMULASI FAKTOR GEOMETRI TERHADAP UMUR CREEP MATERIAL SS 304 MENGGUNAKAN ANSYS
Simulasi Faktor Geometri terhadap Umur Creep Material SS 304 menggunakan ANSYS (Roziq Himawan, et al) SIMULASI FAKTOR GEOMETRI TERHADAP UMUR CREEP MATERIAL SS 304 MENGGUNAKAN ANSYS Roziq Himawan * dan
Lebih terperinciREAKTOR PENDINGIN GAS MAJU
REAKTOR PENDINGIN GAS MAJU RINGKASAN Reaktor Pendingin Gas Maju (Advanced Gas-cooled Reactor, AGR) adalah reaktor berbahan bakar uranium dengan pengkayaan rendah, moderator grafit dan pendingin gas yang
Lebih terperinciAsyari D. Yunus - Struktur dan Sifat Material Universitas Darma Persada - Jakarta
Perbedaannya pada spesimen diletakan. Pada uji impak yang diukur adalah energi impak dan disebut juga ketangguhan takik ( notch toughness ). Bahan yang diuji diberi takik, kemudian dipukul sampai patah
Lebih terperinciRISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR
RISET KARAKTERISTIK RADIASI PADA PELET BAHAN BAKAR RINGKASAN Selama beropersinya reaktor nuklir, pelet bahan bakar mengalami iradiasi neutron pada suhu tinggi dan memproduksi produk fisi. Akibatnya pelet
Lebih terperinciBAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi
BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR BAB III KARAKTERISTIK DESAIN HTTR DAN PENDINGIN Pb-Bi 3.1 Konfigurasi Teras Reaktor Spesifikasi utama dari HTTR diberikan pada tabel 3.1 di bawah ini. Reaktor terdiri
Lebih terperinciKAPAL JURNAL ILMU PENGETAHUAN & TEKNOLOGI KELAUTAN
1829-8370 (p) 2301-9069 (e) http://ejournal.undip.ac.id/index.php/kapal KAPAL JURNAL ILMU PENGETAHUAN & TEKNOLOGI KELAUTAN Pengujian Tarik Dan Impak Pada Pengerjaan Pengelasan SMAW Dengan Mesin Genset
Lebih terperinciFAQ tentang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN)
PERTANYAAN : FAQ tentang Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN) BAGAIMANAKAH HUBUNGAN ANTARA ENERGI NUKLIR DENGAN FENOMENAPEMANASAN AKIBAT GAS KARBONDIOKSIDA (CO 2 ) JAWABAN RINGKAS Strategi pengurangan
Lebih terperinciKOMPARASI ASPEK EKONOMI TEKNIK SC (STEEL PLATE REINFORCED CONCRETE) DAN RC (REINFORCED CONCRETE) PADA KONSTRUKSI DINDING PENGUNGKUNG REAKTOR
KOMPARASI ASPEK EKONOMI TEKNIK SC (STEEL PLATE REINFORCED CONCRETE) DAN RC (REINFORCED CONCRETE) PADA KONSTRUKSI DINDING PENGUNGKUNG REAKTOR Yuliastuti, Sriyana Pusat Pengembangan Energi Nuklir BATAN Jl.
Lebih terperinciANALISIS DAN KRITERIA PENERIMAAN
SALINAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR REPUBLIK INDONESIA LAMPIRAN III PERATURAN KEPALA BADAN PENGAWAS TENAGA NUKLIR NOMOR 2 TAHUN 2012 TENTANG DESAIN PROTEKSI BAHAYA INTERNAL SELAIN KEBAKARAN DAN
Lebih terperinciBAB III ANALISA DAN PEMBAHASAN
BAB III ANALISA DAN PEMBAHASAN 3.1. Perhitungan Ketebalan Pipa (Thickness) Penentuan ketebalan pipa (thickness) adalah suatu proses dimana akan ditentukan schedule pipa yang akan digunakan. Diameter pipa
Lebih terperinciEVALUASI DESAIN TERAS REAKTOR DAYA TIPE PWR PERTAMA INDONESIA
EVALUASI DESAIN TERAS REAKTOR DAYA TIPE PWR PERTAMA INDONESIA Endiah Puji Hastuti Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir (PTRKN) -BATAN Gedung 80 Kawasan PUSPIPTEK, Serpong,Tangerang 15310 e-mail:
Lebih terperinciSYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA
SYNOPSIS REAKTOR NUKLIR DAN APLIKASINYA PENDAHULUAN Disamping sebagai senjata nuklir, manusia juga memanfaatkan energi nuklir untuk kesejahteraan umat manusia. Salah satu pemanfaatan energi nuklir secara
Lebih terperinci2 instalasi nuklir adalah instalasi radiometalurgi. Instalasi nuklir didesain, dibangun, dan dioperasikan sedemikian rupa sehingga pemanfaatan tenaga
TAMBAHAN LEMBARAN NEGARA RI (Penjelasan Atas Lembaran Negara Republik Indonesia Tahun 2012 Nomor 107) PENJELASAN ATAS PERATURAN PEMERINTAH NOMOR 54 TAHUN 2012 TENTANG KESELAMATAN DAN KEAMANAN INSTALASI
Lebih terperinciBAB III TINJAUAN PUSTAKA
14 BAB III TINJAUAN PUSTAKA 3.1 PENDAHULUAN Uji tarik adalah suatu metode yang digunakan untuk menguji kekuatan suatu bahan/material dengan cara memberikan beban gaya yang sesumbu (Askeland, 1985). Hasil
Lebih terperinciRISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH
RISET PROSES PELELEHAN TERAS SAAT KECELAKAAN PARAH RINGKASAN Kecelakaan yang terjadi pada reaktor Three Mile Island No.2 (TMI-2) di Amerika Serikat pada bulan Maret 1979, telah mengakibatkan sekitar separuh
Lebih terperinciBAB II TINJAUAN PUSTAKA
BAB II TINJAUAN PUSTAKA 2.1. Baja Baja adalah salah satu bahan konstruksi yang paling banyak digunakan. Sifat-sifatnya yang penting dalam penggunaan konstruksi adalah kekuatannya yang tinggi dibandingkan
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN. 1.1 Latar Belakang Masalah
BAB I PENDAHULUAN BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Masalah Pada masa mendatang penggunaan bahan bakar berbasis minyak bumi harus dikurangi karena semakin menipisnya cadangan minyak bumi dan dampak
Lebih terperinciREAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR)
REAKTOR AIR DIDIH (BOILING WATER REACTOR, BWR) RINGKASAN Reaktor Air Didih adalah salah satu tipe reaktor nuklir yang digunakan dalam Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir (PLTN). Reaktor tipe ini menggunakan
Lebih terperinciTUGAS 2 MATA KULIAH DASAR KONVERSI ENERGI
TUGAS 2 MATA KULIAH DASAR KONVERSI ENERGI Dosen : Hasbullah, S.Pd., MT. Di susun oleh : Umar Wijaksono 1101563 PROGRAM STUDI S1 TEKNIK ELEKTRO JURUSAN PENDIDIKAN TEKNIK ELEKTRO FAKULTAS PENDIDIKAN TEKNOLOGI
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang
BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Fase merupakan keadaan dari suatu zat, dapat berupa padat, gas maupun cair. Dalam kehidupan sehari-hari selain aliran satu fase, kita juga temukan aliran multi fase.
Lebih terperinciPENGARUH VARIASI SUHU PREHEAT TERHADAP SIFAT MEKANIK MATERIAL SA 516 GRADE 70 YANG DISAMBUNG DENGAN METODE PENGELASAN SMAW
Abstrak PENGARUH VARIASI SUHU PREHEAT TERHADAP SIFAT MEKANIK MATERIAL SA 516 GRADE 70 YANG DISAMBUNG DENGAN METODE PENGELASAN SMAW Gathot DW1*, Nur H 2* Budi LS 3*,Abdillah GB 4* Prodi D-3 Teknik Mesin
Lebih terperinciDASAR ANALISIS KESELAMATAN
Modul 1 DASAR ANALISIS KESELAMATAN Anhar R. Antariksawan Bidang Analisis Risiko dan Mitigasi Kecelakaan (BARMiK) P2TKN BATAN anharra@centrin.net.id 20-10-03 antariksawan 1 Tujuan Mengetahui metodologi
Lebih terperinciBAB II TINJAUAN PUSTAKA
28 BAB II TINJAUAN PUSTAKA II.1 Material Beton II.1.1 Definisi Material Beton Beton adalah suatu campuran antara semen, air, agregat halus seperti pasir dan agregat kasar seperti batu pecah dan kerikil.
Lebih terperinciGambar 4.1 Penampang luar pipa elbow
BAB 4 HASIL PENELITIAN DAN PEMBAHASAN 4.1 Latar Belakang Material Material yang digunakan pada penelitian ini merupakan material yang berasal dari pipa elbow pada pipa jalur buangan dari pompa-pompa pendingin
Lebih terperinciANALISIS SIFAT TERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK
ANALISIS SIFAT TERMAL TERHADAP UNJUK KERJA PIN BAHAN BAKAR NUKLIR TIPE PWR PADA KONDISI TUNAK Edy Sulistyono 1, Etty Marti Wigayati 2 1. Pusat Teknologi Bahan Bakar Nuklir - BATAN Kawasan Puspiptek, Serpong,
Lebih terperinciBAB IV PELAKSANAAN DAN PEMBAHASAN
32 BAB IV PELAKSANAAN DAN PEMBAHASAN 4.1 PELAKSANAAN Kerja praktek dilaksanakan pada tanggal 01 Februari 28 februari 2017 pada unit boiler PPSDM MIGAS Cepu Kabupaten Blora, Jawa tengah. 4.1.1 Tahapan kegiatan
Lebih terperinciKAJIAN TEGANGAN DAN KEAMANAN TABUNG GAS ELPIJI BRIGHT GAS 5,5 KG MELALUI SIMULASI SOFTWARE SOLID WORK
KAJIAN TEGANGAN DAN KEAMANAN TABUNG GAS ELPIJI BRIGHT GAS 5,5 KG MELALUI SIMULASI SOFTWARE SOLID WORK Iwan Agustiawan1*, Muhammad Noor Widdy 2 1,2 Teknik Mesin Institut Teknologi Nasional Bandung, Jalan
Lebih terperinciOPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K
Prosiding Seminar Nasional Teknologi Energi Nuklir 2014 Pontianak, 19 Juni 2014 OPTIMASI KINERJA IHX UNTUK SISTEM KOGENERASI RGTT200K Ign. Djoko Irianto, Sri Sudadiyo, Sukmanto Dibyo Pusat Teknologi dan
Lebih terperinciANALISA PERKIRAAN UMUR PADA CROSS DECK KAPAL IKAN KATAMARAN 10 GT MENGGUNAKAN METODE FRACTURE MECHANICS BERBASIS METODE ELEMEN HINGGA
LOGO ANALISA PERKIRAAN UMUR PADA CROSS DECK KAPAL IKAN KATAMARAN 10 GT MENGGUNAKAN METODE FRACTURE MECHANICS BERBASIS METODE ELEMEN HINGGA Erik Sugianto (4108 100 094) Dosen Pembimbing: Dony Setyawan ST
Lebih terperinciASPEK-ASPEK PERPIPAAN YANG PENTING DALAM EVALUASI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN PENDAHULUAN PLTN
ASPEK-ASPEK PERPIPAAN YANG PENTING DALAM EVALUASI LAPORAN ANALISIS KESELAMATAN PENDAHULUAN PLTN Rahmat Edhi Harianto, Widia Lastana Istanto, Widi Laksmono, Tino Sawaldi Adi Nugroho Staf Direktorat Perizinan
Lebih terperinciBAB I PENDAHULUAN. Salah satu material yang sangat penting bagi kebutuhan manusia adalah
1 BAB I PENDAHULUAN 1.1 Latar Belakang Salah satu material yang sangat penting bagi kebutuhan manusia adalah logam. Seiring dengan jaman yang semakin maju, kebutuhan akan logam menjadi semakin tinggi.
Lebih terperinciBAB II TINJAUAN PUSTAKA. kekuatannya yang besar dan keliatannya yang tinggi. Keliatan (ductility) ialah
5 BAB II TINJAUAN PUSTAKA Baja merupakan bahan konstruksi yang sangat baik, sifat baja antara lain kekuatannya yang besar dan keliatannya yang tinggi. Keliatan (ductility) ialah kemampuan untuk berdeformasi
Lebih terperinciABSTRAK KEKUATAN. P menggunakan ABSTRACTT
RANCANGANN DAN PENGUJIANN KEKUATAN MEKANIK TABUNG PENSTABIL IRADIASI SILIKON Dedy Haryanto, Edy Karyanta*, Putut Hery Setiawan * Pusat Teknologi Reaktor dan Keselamatan Nuklir-BATAN, Puspiptek Serpong,Tangerang
Lebih terperinci